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住野 公造; 青山 卓史; 江本 武彦
PNC TN9410 96-233, 27 Pages, 1996/08
高速炉プラントにおける放射性腐食生成物(CP)の1次冷却系内の移行挙動を精度よく把握することは,プラントの保守・点検や補修作業時の放射線被ばくを低減させる上で極めて重要である。このため,高速実験炉「常陽」では,定期検査ごとに主要な被ばく源である^60Co,^54Mn等のCP核種の機器・配管への付着密度とそれによる
線量率分布の測定を実施している。本測定に,近年実用化が進んでいるプラスチック・シンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を適用し,その特性を活かすことにより高精度で迅速に測定できる手法を開発した。本開発では,検出感度に関しては,「常陽」実機の放射線場でも有効にPSFを使用できるように,ファイバ素子の太さや本数を変えて検出感度を調整した数種類のファイバを製作し,約0.01
10mSv/hまでのワイドアレンジで測定できるように改良した。また,ポジション・センシティブな検出器としてのPSFの特徴を最大限に活用できるようにするため,応答関数を用いた逐次近似法によるアンフォールディング技術を適用し,高速炉の1次冷却系の線量率分布のような微細な空間分布測定にも適用可能な感度範囲と高い位置分解能を得るようにした。本測定手法を用いて,「常陽」1次冷却系の線量率の測定を行い,従来の熱蛍光線量計(TLD)による測定との比較を行った。この結果,測定値取得までの所要時間をTLDの約2日から数分間に短縮すると同時に,高分解能の連続的な空間線量率分布として測定することができ,高速炉プラントのCP挙動測定の高精度化と迅速化を実現した。
中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-007, 113 Pages, 1992/04
PROFIT計画推進会議は平成3年度に発足し、途中の中断を経て、平成3年度後半に再開した。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証(第13分科会)に係る研究開発について、それぞれ平成3年度の活動内容と成果の評価および今後の展開について記載してある。
中本 香一郎; 林道 寛; 渡士 克己; 田辺 裕美; 一宮 正和; 山口 勝久; 浅賀 健男
PNC TN9080 92-006, 21 Pages, 1992/04
本資料は、PROFIT計画会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用した革新技術開発・実証関連OHPを資料集としてまとめたものである。
中本 香一郎; 圷 正義; 鈴木 惣十; 宮川 俊一; 小林 孝良; 冨田 直樹; 伊東 秀明
PNC TN9080 92-005, 70 Pages, 1992/04
本資料は、PROFIT計画推進会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用したMK-3計画関連OHPを資料集としてまとめたものである。
秋山 貴由輝; 横山 邦彦; 荒 邦章
PNC TN9410 91-169, 87 Pages, 1991/08
もんじゅの1次主冷却系配管体積試験用ISI装置の開発を行った。方法としては,実験及び要素試験等により,パラメータを振って比較検討を行った。主な結果は以下の通り。(1)探触子の振動子径,周波数及び屈折角の最適化を図った。(2)制御の面から検査機の駆動輪を3輪配置にし,蛇行,上下及び左右傾きを各々補正する方式とした。(3)作業員が2人で運搬できるように,検査機の軽量化を図り,重量は38kgまで軽量化し,かつ,2分割構造とした。(4)着脱方式,駆動源等の検討を行い,保温を3分割にし,エアーシリンダーで着脱する方式とした。以上の結果より,得られた成果を以下に示す。(1)80度Cでの体積試験が可能となり,また,接触媒質の供給・回収装置が不要となった。(2)もんじゅで実作業を実施するにあたり,作業内容の省力化,装置の簡略化が可能となり,さらに作業員の被ばく低減が大きく期待できる。
藤枝 清; 竹内 徹; 高津戸 裕司; 今井 勝友; 小澤 健二; 堀米 利元; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-187, 41 Pages, 1991/07
「常陽」の原子炉容器ナトリウム液面計は,安全保護系に組み込まれている3本の誘導式ナトリウム液面計で構成されている。その測定範囲は,1本が長尺型で通常液位に対して+350mm-1600mm,他の2本は,+ー350mmで,1次主配管の下部レベルまでカバー出来るが,-1600mm以下の原子炉容器内ナトリウム液位を監視する手段がなかった。 このため1次補助冷却系の吐出配管が原子炉容器最下部まで挿入されていることから,1次補助冷却系電磁ポンプの吐出圧力計の指示値を用いて原子炉容器内ナトリウム液位を求めることが出来ると判断し,原子炉容器内ナトリウム液位と1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力の関係を求める試験を実施した。試験の結果(1)1次補助冷却系を用いて燃料集合体上部までの原子炉容器内ナトリウム液位を推定することは,十分可能である。また,原子炉容器内ナトリウムドレン中の試験によって,原子炉容器内ナトリウムが47.5m3/hの速度で低下している過渡時においても,1次補助冷却系を用いて原子炉容器内ナトリウム液位の推定が可能であることを確認した。(2)1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力,ナトリウム循環流量およびナトリウム温度から,原子炉容器内ナトリウム液位を求める近似式を導出した。(3)測定データを基に多重回帰分析を行い,1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力およびナトリウム循環流量から,原子炉容器内ナトリウム液位を推定出来るグラフを作成した。
羽賀 一男; 大坪 章; 片岡 一; 立邊 和明; 清野 裕; 渡辺 兼秀; 野村 紀男
PNC TN9420 91-007, 152 Pages, 1991/04
原子炉の熱エネルギーやラジオアイソトープの崩壊熱の利用技術の開発は,宇宙における発電源としてソ連,米国を中心に約30年の歴史があり,一部は実用化されている。その中で原子炉を用いるものでは,液体金属冷却炉が主流である。この分野における文献を,第7回宇宙原子動力システムに関するシンポジウム(米国,アルバカーキ,1990年)を中心に,国際会議予稿集,専門誌等から55編選び,要約をそれぞれ作成した。本報告書の範囲は,システム全体,炉物理,遮蔽,冷却系,発電系,排熱系,燃料,耐高温材料,ロケット推進,制御,安全性,試験計画,と多岐にわたり,これで世界における最近の全体的な開発動向が分かる。
則次 明広; 伊吹 正和; 野口 浩二; 星野 勝明; 塙 幹男; 藤枝 清; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-042, 500 Pages, 1991/02
本報告書は、高速実験炉「常陽」第8回定期点検期間中の平成2年2月2日から12日、及び平成2年3月12日から22日の2回に分けて実施した電源設備定期点検時のプラント操作及び経験、更に今後電源設備点検を実施する場合に考慮すべき項目等についてまとめた。今回の電源設備点検は、受電設備(常陽変電所)、一般系電源設備B 系、非常系電源設備D 系、無停電電源設備の整流装置、インバータ及び電源盤について行った。電源設備の点検は、1次・2次主冷却系にナトリウムを充填したまま炉心崩壊熱を主冷却系で除熱する状態と、ナトリウムをGL-8600mm までドレンして炉心崩壊熱除去及び予熱を予熱N2ガス系で行う状態で実施した。点検前後のプラント操作及び電源操作は直員が行い、電源操作をする時は、運管及び点検担当者が立ち会う体制で実施した。今回の電源設備定期点検のプラント操作を通して、2D-P/C特殊受電時に2S-P/Cのトリップ、及び7D-P/C特殊受電時に7S-P/Cのトリップを経験したが、運転員の迅速なプラント対応操作によりプラントに悪影響を及ぼすこともなく、第8回電源設備点検は、無事に予定通り終了した。
片山 高*; 吉川 進*; 山下 芳興*; 石岡 克浩*
PNC TN941 83-08, 51 Pages, 1983/03
高速実験炉「常陽」の補助冷却系統について,昭和52年1月から昭和56年12月までのMK―I炉心の運転実績を報告する。主な運転実績は次のとおりである。1次補助冷却系統は大きな故障もなく良好な運転実績が得られた。定検等で主系統での炉心崩壊熱が除去できない際に1次補助冷却系統が運転された時間は約530時間であった。1次補助循環ポンプが自動起動したのは6回であった。その内5回は,各種試験による計画的なものであった。他の1件は昭和56年7月26日にオーバフローポンプトリップによる炉容器液面低低で自動起動した。しかし主冷却系統での炉心冷却が可能であったため,補助冷却系統の冷却運転には至らなかった。2次補助冷却系統は100%流量で約39,140時間運転されその間2次補助循環ポンプは4回トリップしている。その原因は外部電源喪失によるもので,系統には問題なかった。その他,系統内の故障件数は1次補助冷却系統と比べ多少多かったが,それを原因として系統の運転を停止するような重大な故障はなかった。2次補助冷却系統も概ね良好な運転実績が得られた。
大野 博教*; 仲佐 博裕*; 草難 秀雄*; 木村 英夫*; 永田 敬*; 小林 和裕*; 今津 彰
PNC TN941 77-172, 44 Pages, 1977/10
期間1975年12月1977年8月▲目的動燃事業団と電力中央研究所との共同研究において,ステンレス鋼ベンド管のクリープ疲れ試験こ対して,発音検出法によるクリープ疲れ損傷の追跡を行なった結果を報告する。▲要旨▲高速原型炉「もんじゅ」を対象とした一次冷却系配管諸要素の各種損傷モードの加速損傷試験に対してAE法を適用し評価するための一環として,動燃事業団と電力中央研究所は共同研究体制下において昭和51年3月に実施されたSUS304ステンレス鋼ベンド管の高温クリープ疲れ試験にAE計測を行なった。本報告はそのクリープ疲れ試験およびAE適用評価試験の結果を取りまとめたものであり,定常クリープ疲れ試験過程におけるAE諸特性の解析およびその試験過程の数段階で行なったAE評価試験から得られたAE法の欠陥検知能の評価の結果を述べている。▲
